Kansallinen ydinvoimalaitosten turvallisuustutkimus 2003-2006 Ehdotus uuden tutkimusohjelman sisällöksi ja organisoinniksi
Työryhmäraportti
Kauppa- ja teollisuusministeriö (KTM)
Lupa- hake- mukset
m ayhti ön tutk im ukset
Tarkas- tukset
SAFIR 2003-2006
Tutkimuksen ja
Esipuhe
Käynnissä olevan kansallisen ydinvoimalaitosten turvallisuustutkimusohjelman (FINNUS) johtoryhmä nimesi keväällä 2002 suunnitteluryhmän, jonka tehtäväksi annettiin laatia ehdotus ydinvoimalaitosten turvallisuustutkimuksen jatkosta vuoden 2002 lopulla päättyvän FINNUS-ohjelman jälkeen.
Työryhmän muodostivat puheenjohtajana toiminut tutkimuspäällikkö Timo Okkonen
(Säteilyturvakeskus) ja jäseninä ylitarkastaja Jorma Aurela (kauppa- ja teollisuusministeriö), toimistopäällikkö Marja-Leena Järvinen (Säteilyturvakeskus), johtaja Jyrki Kohopää
(Fortum Nuclear Services Oy), tutkimus- ja kehityspäällikkö Eero Patrakka (Teollisuuden Voima Oy), tutkimusprofessori Urho Pulkkinen (VTT Tuotteet ja tuotanto),
ryhmäpäällikkö Risto Sairanen (VTT Prosessit), asiakasryhmäpäällikkö Jussi Solin (VTT Tuotteet ja tuotanto) ja johtava tutkija Riitta Kyrki-Rajamäki (VTT Prosessit). Viimeksi mainittu toimi myös ryhmän sihteerinä. Osaan kokouksista osallistui myös kutsuttuna erikoistutkija Eija Karita Puska (VTT Prosessit).
Työryhmän työnä on ollut laatia esitys tulevan kansallisen ydinvoimalaitosten turvallisuus- tutkimusohjelman runkosuunnitelmaksi sekä ehdotus tutkimusohjelman organisoinnista.
Työryhmä kuuli toimeksiantonsa perusteella myös muita alan asiantuntijoita esimerkiksi järjestämällä strategiaseminaarin. Lisäksi joku edellä mainituista oli aina läsnä FINNUSin tukiryhmien kokouksissa, joissa käsiteltiin tulevan ohjelman sisältöä.
Työryhmän esitys hyväksyttiin FINNUS johtoryhmässä 25.9.2002 ja ydinenergia- neuvottelukunnan kokouksessa 2.10.2002.
Erityisesti työryhmä esittää kiitoksensa elokuussa 2002 pidetyn strategiaseminaarin
asiantuntijoille sekä FINNUS-ohjelman projektien tukiryhmille ja tutkijoille, jotka antoivat uuden ohjelman suunnitteluun arvokkaan asiantuntemuksensa.
Helsingissä lokakuussa 2002 Kauppa- ja teollisuusministeriö Energiaosasto
Sisällysluettelo
Esipuhe
Sisällysluettelo 1 Johdanto
2 Tutkimusohjelman organisointi 2.1 Hallintomallin periaatteet
2.2 Ohjelman käynnistäminen ja eri hallintoelimien tehtävät 2.3 Ohjelman hanketyypit
2.4 Osapuolien oikeudet ja julkisuusperiaatteet 2.5 Koulutusnäkökohdat
2.6 Kansainvälinen yhteistyö 3 Runkosuunnitelma
3.1 Yleistä
3.2 Polttoaine ja reaktorisydän 3.3 Reaktoripiiri
3.4 Suojarakennus ja prosessiturvatoiminnot 3.5 Automaatio, valvomo ja tietotekniikka 3.6 Organisaatiot ja turvallisuuden hallinta 3.7 Riskitietoinen turvallisuuden hallinta 4 Yhteenveto
Johdanto
Ydinvoimaloilla on Suomessa tuotettu sähköä yli kahdenkymmenen vuoden ajan ja
toukokuussa 2002 eduskunta hyväksyi hallituksen tekemän myönteisen periaatepäätöksen viidennen laitosyksikön rakentamisesta. Ydinenergiaa käyttävältä maalta edellytetään riittävää infrastruktuuria, joka sisältää laitosten käyttö- ja valvontaorganisaatioiden lisäksi myös alan koulutuksen ja tutkimuksen. Ennen kaikkea on löydyttävä kotimaisten
ydinvoimaloiden erityispiirteisiin ja koko alan kehittymiseen syvällisesti perehtyneitä asiantuntijoita. Alan tutkimusta Suomessa harjoittavat organisaatiot sekä näiden ylläpitämä kansainvälinen yhteistyö ovatkin olleet tärkeä voimavara, jota eri ministeriöt,
Säteilyturvakeskus (STUK) ja voimayhtiöt ovat pystyneet hyödyntämään etsiessään ratkaisuja uusiin haasteisiin ja kysymyksiin.
Kauppa- ja teollisuusministeriö asetti keväällä 2000 työryhmän, jonka tehtävänä oli muun muassa esittää 5-10 vuoden aikajänteellä tarvittavia toimenpiteitä, joilla toiminta-
ympäristössä tapahtuvista muutoksista huolimatta säilytetään nykyinen tietämyksen korkea taso ja joilla luodaan tarvittaessa uusia valmiuksia. Loppuraportissaan tämä ns. tieto-taito- työryhmä esitti, että nykyisten kaltaisia julkisia tutkimusohjelmia tulee toteuttaa
tulevaisuudessakin, koska niiden käyttö tietämyksen ylläpitoon ja luomiseen on
osoittautunut tulokselliseksi. Niiden tulee tarjota kiinnostavia ja haastavia tutkimusaiheita ja ne tulee linkittää yliopistojen toimintaan. Näin niitä voidaan aktiivisesti käyttää
koulutukseen ja asiantuntijoiden jatkokoulutukseen sekä uusien asiantuntijoiden alalle houkuttelemiseen.
Julkisten ydinturvallisuustutkimusohjelmien lähtökohtana on, että ne luovat edellytyksiä ydinvoiman turvallisen käytön jatkumiseen tarvittavan tietämyksen säilymiselle, uuden tietämyksen kehittämiselle ja kansainväliselle yhteistyölle. Ydinenergia-alan
toimintaympäristön muutokset näyttävät ajavan kokonaisuutta siihen suuntaan, että alalla toimivien organisaatioiden t&k-toimet eriytyvät toisistaan johtaen tutkimuskentän
pirstaloitumiseen. Tämän takia julkisten ohjelmien tulee luoda puitteet keskustelulle vireillä olevien hankkeiden sisällöstä ja niiden tulee toimia tiedon välittäjänä kaikille alalla
toimiville organisaatioille. Näkemyksiä voidaan vaihtaa valmisteilla olevien
tutkimushankkeiden lisäksi esimerkiksi teknisten ongelmien ratkaisemiseen tarvittavien tutkimuksien sisällöstä. Erityistä huomiota tulee kiinnittää varsinkin niiden tutkimus- tuloksien levittämiseen, joita syntyy muissa julkisissa ohjelmissa ja kansainvälisissä hankkeissa.
Ydinenergianeuvottelukunnan (YEN) kesällä 2001 nimeämän asiantuntijaryhmän
ehdotuksessa esitettiin ohjelmien yleiset tavoitteet ja organisointi. Tämä ryhmä katsoi, että oli edelleen edullista käynnistää kaksi ohjelmaa, ydinvoimalaitosten turvallisuustutkimus- ohjelma ja ydinjätehuollon tutkimusohjelma. Suosituksen mukaisesti on vuonna 2002 käynnistetty Kansallinen ydinjätehuollon tutkimusohjelma KYT. Kansallinen ydinvoima- laitosten turvallisuustutkimusohjelma FINNUS päättyy vuoden 2002 lopussa, jonka jälkeen käynnistettävän tutkimusohjelman runkosuunnitelmana tämä raportti toimii.
Ydinenergianeuvottelukunnan toimeksiannon perusteella FINNUS-johtoryhmä nimesi suunnitteluryhmän, jonka päätehtävänä oli valmistella raamit uudelle ohjelmalle. Tämän työnimellä SAFIR (Safety of nuclear power plants – Finnish national research programme) kulkevan ydinvoimalaitosten turvallisuustutkimusohjelman runkosuunnitelma nojautuu aikaisempiin hyviin kokemuksiin ja joihinkin uusiin piirteisiin. Tutkimusohjelmaa suunnitellut ryhmä tunnisti työn alussa lähtökohdikseen seuraavat lähteet:
- YEN:n toimeksianto (kokous 4.2.2002) ja siihen liittyvä YEN:n ehdotus julkisten ydinturvallisuustutkimusohjelmien jatkoksi (21.12.2001)
- FINNUS-johtoryhmän (kokouksen 8.3.2002) toimeksianto
- Tieto-taito-työryhmän raportti (KTM:n työryhmä- ja toimikuntaraportteja 10/2000) - Kansallinen ydinvoimalaitosten turvallisuustutkimus 1999-2002 (KTM:n tutkimuksia ja
raportteja 15/1998)
- FINNUS-ohjelman tukiryhmissä vuonna 2002 suoritettu projektien arviointi.
Tutkimusohjelman runkosuunnitelma on tehty neljän vuoden aikajänteelle, vuosille 2003 - 2006. Suunnittelussa on otettu huomioon myös eduskunnan hyväksymä myönteinen periaatepäätös uudesta ydinvoimalaitosyksiköstä. Kuitenkin on todettu, että vanhojen ja uuden laitoksen asettamat turvallisuushaasteet ja tästä seuraavat tutkimustarpeet ovat suurimmalta osin yhtenevät. Runkosuunnitelmassa uuden tyyppisten laitosten
tutkimustarpeet käsitelläänkin kunkin teknisen alueen yhteydessä eikä erillisesti. Tässä yhteydessä on myös paikallaan korostaa, ettei uuden ohjelman ensimmäisen vuoden konkreettista vuosisuunnitelmaa tehtäessä tiedetä viidennen laitosyksikön tarkkaa tyyppiä.
Näin ollen ei ole käytettävissä täsmällistä kuvaa viidenteen laitosyksikköön liittyvistä kysymyksistä, kuten passiivisten järjestelmien erityispiirteistä.
Uuden laitoksen rakentaminen lisää Suomessa alan asiantuntijoiden tarvetta. Uuden tutkimusohjelman aikana myös nykyisten asiantuntijoiden eläkkeelle lähtö jatkuu ja
kiihtynee. Nämä yhdessä lisäävät koulutustarvetta, missä aktiivisella tutkimustoiminnalla on oleellinen merkitys. Tilanne asettaa myös pitkäjänteisen turvallisuustutkimuksen ylläpidolle suuren haasteen. Runkosuunnitelma pätee neljän vuoden aikajänteelle, mutta on
huomattava, että se perustuu myös pidemmälle aikajänteelle tunnistettuihin turvallisuus- haasteisiin. Tätä on pidetty tärkeänä suunniteltaessa julkista tutkimusohjelmaa, jonka keskeisenä tavoitteena on asiantuntemuksen pitkäjänteinen ylläpito ja kehittäminen.
Yksi suunnittelua vaativa tekijä voi olla viidennen laitosyksikön viranomaiskäsittely, joka voi vaatia hetkittäin paljon aikaa kokeneilta asiantuntijoilta. Tällainen työ ei kuitenkaan kuulu osaksi julkista tutkimusohjelmaa, joten tällöin on mahdollista suunnata julkisen tutkimuksen voimavaroja entistä enemmän uuden polven asiantuntijoiden kouluttamiseen.
Uuden ohjelman onkin tarvittaessa voitava joustaa. Joustavuus voidaan toteuttaa tarkemman vuosisuunnittelun yhteydessä, kun taas runkosuunnitelman perustaksi identifioidut
2. Tutkimusohjelman organisointi
2.1 Hallintomallin periaatteet
SAFIRin hallintomallissa noudatetaan seuraavia periaatteita, joita on osin jo voitu testata Kansallisessa ydinjätehuollon tutkimusohjelmassa KYT.
SAFIR on ”sateenvarjo-ohjelma”, sillä jokainen tutkimushankkeita rahoittava organisaatio tekee rahoituspäätökset itsenäisesti omaa järjestelmäänsä noudattaen.
SAFIRin tavoite on sopia ja koordinoida eri organisaatioiden yhdessä rahoittamaa tutkimusta, niin että pystytään vahvistamaan ja suuntaamaan halutulla tavalla myös pitkäjänteistä monivuotista tutkimusta ja tähän tarvittavaa kansallista osaamista.
Ohjelman organisaatio (johtoryhmä ja tukiryhmät) toimii keskustelufoorumina ja tiedonvälityskanavana. Rahoittajat tekevät tarvittavat päätökset ja päättävät myös muutoksista.
Ohjelma on hanketasolla avoin ulkopuoliselle osallistumiselle; koti- ja ulkomaalaisia yhteistyökumppaneita etsitään aktiivisesti varsinkin sellaisilla sektoreilla, joissa on vaikeuksia saada pidettyä yllä ns. kriittistä massaa.
Ohjelman tavoitteena on ylläpitää ja luoda tarvittavaa kansallista tietämystä nykyisten ydinlaitosten turvallisen ja tehokkaan käytön jatkumiselle ja uusien laitosten ja teknisten ratkaisujen lisensiointiin.
Laitosten käyttäjät vastaavat omien laitostensa turvallisuudesta. Viranomaiset huolehtivat oman tietämyksensä ja tarvitsemiensa asiantuntijapalveluiden riittävästä tasosta.
KTM:n rahoitus palvelee ensisijaisesti turvallisuustietämyksen kehittämistä sekä riittävän tietämyksen tason ja asiantuntijapalveluiden saatavuuden varmistamista.
Rahoittajien toivotaan käyttävän ohjelmaa tärkeänä työkaluna oman tietämyksensä tason ylläpitoon, uusien asiantuntijoiden kouluttamiseen sekä asiantuntijapalveluiden saatavuuden varmistamiseen.
Ohjelman ulkopuolelle jätetään hankkeet, joilla voimayhtiöt osoittavat laitostensa turvallisuutta tai joilla STUK varmistaa viranomaiskäsittelyssä olevaan asiaan liittyviä päätöksiään (riippumattomuus).
Ohjelmassa luodaan "työkaluja ja menetelmiä", kouliinnutetaan asiantuntijoita ja levitetään tietoa. Tämä vaatii ohjelmalta laajan kattavuuden, jonka sisällä julkinen rahoitus keskitetään tärkeimpiin kohteisiin.
Voimayhtiöiden ja tutkimuskeskusten edellytetään raportoivan tukiryhmille ohjelman ulkopuolisten, kuten teknologian kehittämishankkeidensa tuloksista niin pitkälle, kuin se on niiden omien etujen mukaisesti mahdollista.
Muissa (kotimaisissa) ohjelmissa toteutettavista hankkeista raportoidaan SAFIRin kyseiselle tutkimusalueelle.
SAFIR on foorumi OECD:n alaisen ydinenergiajärjestön NEA:n, IAEA:n ja pohjoismaisen ydintutkimusohjelman NKS:n hankkeisiin ja muuhun kansainväliseen yhteistyöhön
osallistumisesta ja sen rahoittamisesta keskustelemiseen. KTM:n rahoittamat kansainväliset yhteistyöhankkeet ovat kiinteä osa ohjelmaa.
EU:n 6. puiteohjelmaan osallistuminen hallinnoidaan erikseen, mutta sen kansallisesta rahoituksesta voidaan keskustella ja tieteellistä työtä voi tapahtua SAFIRin sateenvarjon alla kuten muidenkin kansallisten tai kansainvälisten tutkimustulosten kohdalla.
2.2 Ohjelman käynnistäminen ja hallintoelimien tehtävät
KTM käynnistää päätöksellään ohjelman, nimeää ohjelmalle oman johtoryhmän sekä ohjelman johtajan. Johtajan hallintohankkeen organisaatio ja johtajuus kilpailutetaan.
Johtoryhmän ja tukiryhmien kokoamisessa noudatetaan seuraavia periaatteita:
- johtoryhmän puheenjohtaja on STUK:sta, ohjelman johtaja toimii sihteerinä
- johtoryhmän jäsenet ovat STUK:sta, voimayhtiöistä, tutkimuslaitoksista ja korkea- kouluista, KTM:stä sekä Tekesistä, yhteensä 10-12 henkeä (puolet naisia ja miehiä).
Johtoryhmään voidaan nimetä myös asiantuntijoita ja ohjelman toteutuksen aikana voidaan kutsua tarvittaessa uusia asiantuntijoita.
- johtoryhmä nimeää tarvittavan määrän tukiryhmiä, joihin nimetään kunkin alueen parhaat asiantuntijat.
Tämän jälkeen toteutetaan seuraavat toimet pääasiassa vuosittain:
- johtoryhmän ohjeistuksen pohjalta ohjelman johtaja kokoaa tutkimussuunnitelmat - ohjelman johtaja konsultoi tukiryhmiä tutkimussuunnitelmien valmisteluvaiheessa - julkisilla varoilla toteutettavien hankkeiden kilpailuttamisvaatimuksen täyttämiseksi
KTM pyytää runkosuunnitelmaan sopivia hanke-ehdotuksia avoimella haulla, hanke- ehdotukset toimitetaan ohjelman johtajalle
- johtoryhmä hyväksyy tutkimussuunnitelman ohjelman johtajan esittelystä
- johtoryhmä voi tarvittaessa käyttää esimerkiksi strategiaseminaareja ohjelman paino- pisteiden revidointiin
- ohjelmaan voidaan johtoryhmän päätöksellä liittää KTM:n ulkopuolisella rahoituksella
- tutkimussuunnitelmien ja -yhteenvetoraporttien hyväksyntä ohjelman puolesta sekä ohjelman edistymisen seuranta. Rahoittajat tekevät rahoitus- ja ohjelman
muuttamispäätökset.
- keskustelu kansainvälisiin yhteistyöhankkeisiin osallistumisesta
- vuosisuunnitelmatasolla suurten hankkeiden resurssitarpeiden ennakoiminen esimerkiksi ohjelmaa enemmän koulutukseen suuntaamalla (uuden laitoksen rakennus- ja
käyttölupahakemusten sekä muiden suurten hankkeiden vaikutukset)
- strategiaseminaareja järjestetään tarvittaessa ja niihin kootaan tarkoituksenmukaiset ad hoc-työryhmät alan pätevimmistä tutkijoista ja muista asiantuntijoista.
Tukiryhmät ja niiden tehtävät:
- tarpeen mukaan jokaisella hankkeella/alueella omansa
- mukana tieteenalan parhaat asiantuntijat sekä edustajat ohjelmaan osallistuvista organisaatioista
- hankkeiden sisällön ohjaus ja neuvonta
- tukiryhmälle välitetään eri kanavista tulevaa alueen tietoa
- pohjustetaan kansainvälisiin yhteistyöhankkeisiin osallistumista.
Suunnitteluryhmä suosittelee uuden ohjelman tukiryhmät perustettaviksi samalla tutkimus- aluejaolla kuin runkosuunnitelmassa. Laajojen tutkimusalueiden yhteiset tukiryhmät
edistävät FINNUS-tutkimusohjelman aikana hyvälle alulle päässyttä poikkitieteellisyyttä ja eri alan asiantuntijoiden keskinäistä vuorovaikutusta ja asiantuntemuksen laajentumista.
Tarvittaessa yksittäinen hanke voi koota tuekseen myös ad hoc –työryhmiä tietyn ongelman selvittämiseen. Ennen uusien tukiryhmien perustamista voidaan kuitenkin hyödyntää
FINNUS-ohjelman nykyisiä tukiryhmiä, joilta saadaan näin myös tarvittavaa palautetta uuden tukiryhmärakenteen toimivuudesta sekä tarpeista ad hoc –työryhmien perustamiseen.
2.3 Ohjelman hanketyypit
Ohjelmaan kuuluvat hankkeet voidaan kestonsa puolesta jakaa kolmeen ryhmään:
- aikataulukriittiset hankkeet, joiden tulokset tarvitaan yhden–kahden vuoden kuluessa - ohjelman neljän vuoden aikajänteen mukaiset hankkeet
- pitkäjänteiset kehityshankkeet tai Suomen kansalliset edustukset kansainvälisissä elimissä, jotka jatkuvat yli ohjelman suunnittelukauden
Kriteereitä julkisrahoitteisten hankkeiden valinnalle ovat seuraavat:
- yleiset kriteerit
- pitää osua ohjelman tutkimuskehykseen - edistää turvallisuutta
- edistää alan koulutusta
- edistää kansainvälistä yhteistyötä ja kansainvälisen tietämyksen saamista Suomeen - sisällöllisiä meriittejä kuten
- tutkimusaiheen turvallisuus- ja riskimerkitys
- teknistieteellisten tulosten taso (mukaan lukien julkaisut)
- tulosten sovellettavuus
- poikkitieteellisyyden edistäminen - onnistumismeriitit
- selkeä suunnitelma tavoitteineen ja tuloksineen - tehtävään sitoutuneet asiantuntijat
- tulosten käytettävyys ja tiedottaminen eri organisaatioille
- tulosten dokumentointi (mukaan lukien ohjelmistot ja mittaustietojen säilyttäminen).
Ohjelmaan sopivat myös koulutukseen liittyvät hankkeet, jotka edistävät esimerkiksi
turvallisuudelle oleellisen aihepiirin osaamista Suomessa, vaikka konkreettiset tulokset eivät olisikaan heti saavutettavissa (mutta on silti perusteltua ottaa tällainen "tutkimuksellinen riski") tai suoraan sovellettavissa Suomen laitoksiin (kuten innovatiivisten laitosten tutkimus).
Ohjelmaan voi kuulua myös muita kuin ensisijaisesti turvallisuutta parantavia hankkeita.
Tärkeintä on, että tulevasta ohjelmasta muodostuu tutkimuksen "keskikenttä", kun taas viranomaisen ja voimayhtiöiden "maalialueiden" hankkeet jäävät ohjelman ulkopuolelle.
2.4 Osapuolien oikeudet ja julkisuusperiaatteet
Pääperiaatteet hankkeissa tuotettavien tulosten käyttö- ja omistusoikeuksien osalta ovat seuraavat:
- Tutkimusohjelman yhteydessä hankitut tai kehitetyt laitteet, koneet, ohjelmistot ja tutkimustulokset ovat tutkimuksen suorittajan omaisuutta ellei muuta ole sovittu.
- KTM:llä ja muilla viranomaisilla on vapaa oikeus käyttää ministeriön rahoittamien hankkeiden tuloksia omissa toimissaan. KTM:n pääosin rahoittamien hankkeiden tulosten julkaisemisesta on hankkeen vastuullisen johtajan (projektipäällikön) sovittava tapauskohtaisesti ministeriön yhteyshenkilön kanssa.
- Mikäli tutkimusohjelman hankkeen nimenomaisena kohteena on ollut uuden
tietokoneohjelman kehittäminen kokonaan tai pääosin ministeriön rahoituksella, KTM sekä asianomaiset viranomaiset saavat erikseen täsmennettävin ehdoin määritellyn
oikeuden käyttää tietokoneohjelmaa. Ohjelmiston käytön veloitusperusteista on sovittava tapauskohtaisesti.
Sellaisten hankkeiden osalta, joissa KTM ei ole rahoittajana, voidaan ehdoista sopia rahoittajien kesken tapauskohtaisesti. Tutkimusraportit ovat kuitenkin pääsääntöisesti
2.5 Koulutus ja tiedonvaihto
Tässä raportissa ei käsitellä syvällisemmin ydinturvallisuusosaamiseen ja koulutustarpeisiin liittyviä tarpeita vaan viitataan aiempaan ns. Tieto-taito-työryhmän raporttiin. Tuleva
tutkimusohjelma on kuitenkin yksi merkittävimmistä keinoista edistää riittävän perusosaamisen ylläpitämistä ja kehittämistä. Runkosuunnitelmassa on lähdetty hahmottelemaan tutkimustarpeita tulevaisuuden turvallisuushaasteista lähtien. Tässä yhteydessä on syytä korostaa, että riittävää tutkimustoimintaa on ylläpidettävä myös vähemmän muuttuvilla ydinturvallisuuden erityisalueilla.
Ydinvoima-alan asiantuntijoiden sukupolvenvaihdos ja uudet osaamistarpeet korostavat koulutuksen merkitystä. Kansallisissa ydinturvallisuuden tutkimusohjelmissa on
perinteisesti ylläpidetty kiinteätä yhteistyötä tutkimusta rahoittavien organisaatioiden, tutkimuslaitosten ja korkeakoulujen välillä. Tätä tietä on syytä jatkaa, mukaan lukien perus- ja jatkokoulutus. Tulevan ohjelman johtoryhmään kutsutaan tästä syystä myös
korkeakoulujen edustajia.
Peruskoulutus on luonnollisesti ennen kaikkea korkeakoulujen asia, mutta jo erikois- ja diplomityövaiheessa opiskelijat usein tulevat mukaan tutkimusohjelman työhön. Se on ollut hyvin tärkeää varsinkin niillä aloilla, joilla korkeakoulut eivät harjoita tutkimusta (esim.
reaktorifysiikka). Tutkimusohjelmien suora kytkentä Lappeenrannan teknilliseen korkea- kouluun on ollut erityisen hyödyllinen ja tuottanut suuren määrän myös perustutkintoja.
Jatkokoulutusmahdollisuuksien luojana tutkimusohjelmat ovat olleet keskeisessä asemassa.
Itse tutkimustyö, tiivis kansainvälinen yhteistyö ja tutkimusohjelmissa syntyneet yhteydet eri tieteen- ja tekniikanalojen välille edistävät myös varttuneempien tutkijoiden ja asian- tuntijoiden osaamisen syventämistä ja laajentamista, mukaan lukien myös tutkimus- ohjelmien johto- ja tukiryhmien työskentelyyn osallistuneet ulkopuoliset asiantuntijat.
Vaikka tässä raportissa ei laadita yleiskatsausta koulutustarpeisiin, voivat tässä raportissa esitetyt haasteet toimia yhtenä pohjana, kun aiemman ns. tieto-taito-työryhmän arvioita päivitetään. Lisäksi on syytä huomata, että tulevan tutkimusohjelman organisaatio-osassa on tarpeen tutkia myös tietämyksen ja riittävien resurssien hallintaa esimerkiksi
voimayhtiöissä.
Suomi on ydinvoimaa käyttävänä maana varsin pieni. Tehokas tiedonvaihto ja
verkostoituminen, sekä tutkimushankkeiden että asiantuntijoiden välillä, on tästäkin syystä tärkeää. Aikaisempaan tapaan ovat tulevan tutkimusohjelman tukiryhmät erinomaisia foorumeja tähän. Aktiivisia tukiryhmiä tarvitaan paitsi hankkeiden myös asiantuntijoiden palauteryhminä, koska syvällisen asiantuntemuksen saavuttaminen ydinturvallisuusasioissa vaatii pitkäjänteistä työskentelyä.
2.6 Kansainvälinen yhteistyö
Suomessa ei luonnollisestikaan voida tehdä kaikkea tarvittavaa tutkimusta. Kansainväliseen yhteistyöhön osallistuminen ja ulkomailta saatavat tutkimustulokset täydentävät oleellisesti osaamista. Erityisesti monet ydinvoimalaitoksiin liittyvät radioaktiivisia aineita käsittelevät kokeelliset tutkimukset ovat hyvin kalliita. Kansallisen tutkimuksen yksi rooli on myös se, että siinä saavutetuilla tuloksilla päästään mukaan kansainväliseen tulosten vaihtoon.
Ydinvoima-alan tärkeimpiä monikansallisia yhteistyöelimiä ovat OECD:n alainen Nuclear Energy Agency (NEA) komiteoineen ja projekteineen, IAEA, Euratomin tutkimusohjelmat EU:n puiteohjelmissa sekä pohjoismainen yhteistyö ydinturvallisuustutkimuksessa (NKS).
Seuraavan sukupolven ydinreaktorien kehittämiseen liittyen on OECD/NEA:n (GIF;
Generation IV International Forum) ja IAEAn (INPRO; International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles) puitteissa käynnistynyt merkittäviä yhteistyöohjelmia.
Niillä voi jo tässä vaiheessa olla ainakin koulutuksellista merkitystä suomalaisille
asiantuntijoille, sillä innovatiivisten (nykylaitoksista merkittävästi poikkeavien) laitosten tutkimuksessa voidaan perehtyä esimerkiksi nykyisten laskentaohjelmien soveltuvuuden rajoituksiin.
Seuraavassa luvussa on kunkin tutkimusalueen kohdalla lyhyesti lueteltu siihen liittyviä kansainvälisiä yhteyksiä.
3. Runkosuunnitelma
3.1 Yleistä
Kokonaisuus on hahmoteltu perinteiseltä pohjalta lähtien neljän teeman (ydinvoima- laitoksen käyttöön liittyvien reunaehtojen) mallista: mitä laitos kestää, miten se toimii, miten laitosta käytetään ja miten riskit hallitaan, ks. kuva 1. Kuvassa on pyritty
tasapainoisesti esittämään sekä ns. deterministisen suunnittelu- ja analyysityön että kokonaisuuden arvioinnin merkitys.
Suunnittelupuolella on osoitettava, että laitos kokonaisuudessaan ja erityisesti sen
turvallisuuskriittiset osat toimivat luotettavasti eri tilanteissa. Tämä koskee uuden laitoksen suunnittelua, teknisten laitosmuutosten toteuttamista käyvässä laitoksessa sekä erilaisia laitoksen käyttöön liittyviä muutoksia. Turvallisuuden kokonaishallinta tähtää puolestaan siihen, että laitosta käytetään turvallisuusanalyysien asettamissa rajoissa ja että tähän liittyvä laadun hallinta on korkeatasoista. Todennäköisyyspohjaisilla turvallisuusanalyyseillä (PSA) arvioidaan erilaisista vika- ja onnettomuustilanteista aiheuvat riskit ja huolehditaan näin kokonaisriskitason hyväksyttävyydestä.
Tähän teemakenttään on kuvassa 2 sijoitettu ydinvoimalaitoksiin liittyviä tutkimusaiheita yleisesti. Tulevan tutkimusohjelman aikajänteellä laitoksien turvallisuuteen vaikuttavat haasteet on koottu kuvaan 3. Turvallisuushaasteita on monia: nykylaitosten ikääntyminen, tekniset uudistukset eri tekniikan alueilla, käyttötoiminnan tehostaminen,
organisaatiomuutokset, riskitietoisen turvallisuuden hallinnan kehittäminen, jne. Kuvan 3 haasteet ulottuvat noin vuosikymmenen päähän ja esimerkiksi uudentyyppisiin
ydinvoimalaitoksiin liittyvät kehityshankkeet tätäkin pidemmälle.
Näihin turvallisuushaasteisiin vastaaminen edellyttää vastaavien tutkimustarpeiden tunnistamista. Runkosuunnitelmaan on koottu myös tarvittavien tutkimusten tavoitteet ja päätulokset. Itse tutkimusaktiviteetteja ei ole lähdetty määrittelemään, vaan ne täsmentyvät tämän runkosuunnitelman perusteella tehtävissä hanke-ehdotuksissa. Tarkempien
hankekuvausten sijaan on hahmoteltu tarvittavia kansallisia toimia ja kansainvälisiä yhteyksiä tarvittavien tutkimustulosten aikaansaamiseksi.
Runkosuunnitelma esitetään jaettuna kuuteen eri tutkimusalueeseen. Kuvan 3 turvallisuus- haasteisiin 1-12 liittyvät tutkimustarpeet käsitellään pääpiirteissään seuraavissa luvun 3 osissa (katso myös kuva 4):
1. Uudet polttoainetyypit ja tehostettu polttoaineen käyttö - osassa 3.2 2. Ikääntyvän reaktoripiirin eheyden varmistaminen – osassa 3.3 3. Suojarakennuksen eheyden ja tiiveyden varmistaminen – osassa 3.4
4. Uudentyyppiset ydinvoimalaitokset – kaikkien tutkimusalueiden yhteydessä 5. Prosessipuolen turvatoimintoihin liittyvät epävarmuudet - osassa 3.4, myös 3.2 6. Automaatiouudistukset – osassa 3.5
7. Valvomouudistukset – osassa 3.5
8. Käyttötoiminnan kehittäminen uuden tekniikan avulla – osassa 3.5 9. Laitoksen käyttöiän hallinta – kaikkien tutkimusalueiden yhteydessä
10. Organisaatiokulttuurin ja turvallisuuden hallinnan kehittäminen – osassa 3.6 11. Ulkoisten vaikutusten riskianalyysi – osassa 3.7
12. Riskitietoinen turvallisuuden ja käyttötoiminnan hallinta – osassa 3.7.
Kuva 1. Pääteemat.
Kuva 2. Tutkimusaiheita yleisesti.
etenemisesteet laitostoiminnot alkutapahtumat
miten riskit hallitaan?
miten laitosta käytetään?
turvallisuuden hallinta turvallisuuden
hallinta
mitä laitos kestää?
miten laitos toimii?
suunnittelu
& analyysi suunnittelu
& analyysi
etenemis-
esteet laitos-
toiminnot alku-
tapahtumat
sähkö/automaatio prosessi
sydän
valvomo sähkö/automaatio
prosessi sydän
valvomo reaktoripiiri
polttoaine suojarakennus
reaktoripiiri polttoaine suojarakennus
tarkastukset ikääntyminen
käyttöikä tarkastukset ikääntyminen
käyttöikä
suunnittelu
& analyysi
vaatimukset
laitospiirteet uudistukset
kelpoistaminen
suunnittelu
& analyysi
vaatimukset
laitospiirteet uudistukset
kelpoistaminen
turvallisuuden
hallinta toimintatavat turvallisuus
talous
tuotanto T3 tekniikkatyöntekijät T3
turvallisuuden
hallinta toimintatavat turvallisuus
talous
tuotanto T3 tekniikkatyöntekijät T3
vakava onnettomuus onnettomuus
häiriö normaali käyttö
vakava onnettomuus onnettomuus
häiriö normaali käyttö
ulkoiset sisäiset
seuraukset valmius ulkoiset sisäiset
seuraukset valmius
käyttökokemukset käyttökuntoisuus
kunnossapito tapahtumat käyttökokemukset
käyttökuntoisuus kunnossapito
tapahtumat
Kuva 3. Turvallisuushaasteet.
etenemisesteet laitostoiminnot
alkutapahtumat
turvallisuuden hallinta suunnittelu & analyysi
eheys toiminta
käyttö riskit
1. Uudet polttoainetyypit ja tehostettu polttoaineen käyttö
2. Ikääntyvän reaktoripiirin eheyden varmistaminen 3. Suojarakennuksen eheyden ja
tiiveyden varmistaminen 1. Uudet polttoainetyypit ja tehostettu polttoaineen käyttö
2. Ikääntyvän reaktoripiirin eheyden varmistaminen 3. Suojarakennuksen eheyden ja
tiiveyden varmistaminen
8. Käyttötoiminnan kehittäminen uuden tekniikan avulla 9. Laitoksen käyttöiän hallinta 10. Organisaatiokulttuurin ja turvallisuuden hallinnan kehittäminen
8. Käyttötoiminnan kehittäminen uuden tekniikan avulla 9. Laitoksen käyttöiän hallinta 10. Organisaatiokulttuurin ja turvallisuuden hallinnan kehittäminen 12. Riskitietoinen turvallisuuden ja
käyttötoiminnan hallinta 11. Ulkoisten vaikutusten
riskianalyysi
12. Riskitietoinen turvallisuuden ja käyttötoiminnan hallinta 11. Ulkoisten vaikutusten
riskianalyysi
6. Automaatiouudistukset 7. Valvomouudistukset
4. Uudentyyppiset ydinvoimalaitokset
5. Prosessipuolen turvatoimintoihin liittyvät epävarmuudet 6. Automaatiouudistukset
7. Valvomouudistukset 4. Uudentyyppiset ydinvoimalaitokset
5. Prosessipuolen turvatoimintoihin liittyvät epävarmuudet
3.2 3.3
3.4
3.6 3.7 3.5
1. Uudet polttoainetyypit ja tehostettu polttoaineen käyttö
9. Laitoksen käyttöiän hallinta 2. Ikääntyvän reaktoripiirin eheyden varmistaminen
3. Suojarakennuksen eheyden ja tiiveyden varmistaminen
5. Prosessipuolen turvatoimintoihin liittyvät epävarmuudet
8. Käyttötoiminnan kehittäminen uuden tekniikan avulla
6. Automaatiouudistukset 7. Valvomouudistukset
12. Riskitietoinen turvallisuuden ja 11. Ulkoisten vaikutusten
riskianalyysi 10. Organisaatiokulttuurin ja
4. Uudentyyppiset ydinvoimalaitokset
3.2 Polttoaine ja reaktorisydän
Haasteet
Ydinvoimaloissa käytettävä uraani ja siitä syntyvät muut fissioituvat aineet ja fissiotuotteet sijaitsevat polttoaineessa. On taattava, että polttoaine ja siitä johtuvat reaktorisydämen ominaisuudet pysyvät aina turvallisina, kun polttoainetta kehitetään ja uusia polttoaine- tyyppejä otetaan käyttöön tai kun polttoaineen käyttötapoja tehostetaan ja suunnitellaan uusia laitoksia. Turvallisuus on pystyttävä osoittamaan kaikissa olosuhteissa: sekä reaktorin seisokkien, normaalikäytön, häiriöiden ja onnettomuuksien aikana että polttoaineen
latauksen, kuljetuksen, varastoinnin ja loppusijoituksen aikana. Myös vakavien
onnettomuuksien aikainen jälleenkriittisyyden mahdollisuus on pystyttävä arvioimaan.
Erityisen haasteen luo nykyistä korkeamman polttoaineen palaman käyttöönotto nipun keskimääräisen poistopalaman noustessa arvoon 50-55 MWd/kgU. Palaman nostoon pyritään sekä nykyisillä laitoksilla että varsinkin uudessa laitoksessa.
Menetelmiä on kehitettävä, jotta pystytään suorittamaan STUKin YVL-ohjeissa edellyttämien hyväksymiskriteerien mukaiset analyysit (YVL 6.2 “Polttoaineen suunnittelurajat ja yleiset suunnitteluvaatimukset” ja YVL 2.2 ”Ydinvoimalaitosten teknisten ratkaisujen perustelemiseksi tehtävät häiriö- ja onnettomuusanalyysit”). Mm.
tilastollisia menetelmiä on osattava soveltaa laaja-alaisesti.
On oltava valmius tehokkaasti selvittää myös uusia esiin tulevia ilmiöitä polttoaineen termomekaanisen käyttäytymisen, reaktorifysiikan, reaktoridynamiikan ja siihen liittyvän termohydrauliikan alalla, mikä saavutetaan syventämällä uuden sukupolven ja varttuneiden tutkijoiden asiantuntemusta.
Polttoaineen suunnittelurajat perustuvat 1960-luvun lopulla senaikaisilla materiaaleilla tehtyihin kokeisiin (sitkeys/haurauskokeet jäähdytteenmenetysonnettomuuden olosuhteissa).
Näistä oleva tieto pitäisi säilyttää ja suorittaa sitten vastaavat tai paremmat kokeet nykyisillä materiaaleilla. Nykyisissä ja tulevassa laitosyksikössä tavoitellaan siirtymistä korkeampiin palamiin kuin nykyisin. Tämä edellyttää korkean palaman ilmiöiden tunnistamista uusien kokeiden avulla, sen jälkeen nämä ilmiöt on mallinnettava tietokoneohjelmiin. Suomessa ei näitä erittäin kalliita kokeita voida tehdä, joten on edelleen osallistuttava intensiivisesti kansainvälisiin projekteihin. Nykyisin ollaan lähes kaikissa keskeisissä mukana.
Projekteissa tutkitaan myös uusia suojakuorimateriaaleja ja suojakuoren ja polttoainenapin vuorovaikutuksia.
Polttoaineen suojakuori on valmistusteknisesti ja metallurgisesti monimutkainen
komponentti. Polttoaineen palamatavoitteiden kasvaessa käyttöön on jo otettu ja tulossa on joukko uudentyyppisiä suojakuoriseoksia ja -tyyppejä. Zirkonium-suojakuoriseosten seos- ja valmistustavat vaikuttavat merkittävästi niiden korroosiokäyttäytymiseen. Suojakuoren kestävyys riippuu myös käytön aikaisista olosuhteista, esim. vesikemiasta. Haasteena on pystyä mallintamaan suojakuorimateriaalien korroosiota pitkällä aikavälillä
mahdollisimman paljon reaktoriolosuhteita vastaavissa oloissa, simuloidussa jäähdytteessä korkeassa lämpötilassa ja paineessa. Mekaanissähkökemiallisessa mallissa pyritään lisäksi
ottamaan huomioon suojakuoren jännitykset ja venymät, joiden on havaittu kiihdyttävän korroosionopeutta tietyn venymänopeuden ylittyessä.
Reaktorifysikaalisten ohjelmien käyttökelpoisuuden ja luotettavuuden takaaminen uusien polttoainetyyppien ja reaktorisydänten analyyseissä edellyttää niiden validointia aiempaa suuremmilla palamilla. Eri laskentamenetelmien tulosten vertailu osoittaa, että nykyisin erot alkavat kasvaa palaman ylittäessä arvon 30 MWd/kgU. Sen jälkeen yhä useampien
nuklidien pitoisuus on niin suuri, että niillä on reaktorifysikaalista merkitystä. Ohjelmien kelpoistaminen suurilla palamilla edellyttääkin paitsi laskennnallista benchmark-työtä niin myös uutta kokeellista mittaustietoa mm. pitkään säteilytetyn polttoaineen
isotooppikoostumuksista.
Tietokoneohjelmissa käytettyjen vaikutusalojen ja muiden reaktorifysikaalisten vakioiden oikeellisuudesta on kyettävä varmistautumaan tulevaisuudessa myös vasta suurilla palamilla merkittävien nuklidien osalta. Vaikutusalojen mittaaminen ja mittaustiedon muokkaaminen ns. perusydinvakiokirjastoiksi (JEFF, ENDF/B, JENDL) on jo pitkään ollut kansainvälistä yhteistyötä, koska yksittäisten maiden resurssit eivät riitä tehtävästä selviytymiseen. Viime vuosina tässä työssä tarvittava erityisosaaminen on kuitenkin vähentynyt huolestuttavasti samalla, kun perusydinvakiokirjastojen väliset erot ovat vielä merkittäviä jopa joissakin perussovellutuksissa.
Tutkimustarpeet
1. Tietokoneohjelmien kelpoistamiseen tarvittavan kokeellisen tiedon puute varsinkin suurilla palamilla esimerkiksi polttoaineen termomekaanisen käyttäytymisen ja säteilytetyn polttoaineen isotooppikoostumuksen ja reaktorifysikaalisten vaikutusalojen osalta –
edellyttää ohjelmien kelpoistamista ennen kuin niitä voidaan luotettavasti soveltaa uusilla käyttöalueilla.
2. Polttoaineen onnettomuuskäyttäytymisestä on tietoa erillisilmiöiden osalta. Sen sijaan kokonaisvaltaiset onnettomuuskäyttäytymistä mallintavat ohjelmat ovat edelleen kehitys- asteella.
3. Teoreettisesti haasteellisten ja osin vaikeakäyttöisten reaktorifysiikkaohjelmien
soveltaminen oikein tuloksin (näitä kolmiulotteisia Monte-Carlo-tekniikkaan perustuvia ja deterministisiä transportohjelmia tarvitaan mm. vakavien onnettomuuksien jälleen-
kriittisyyslaskuissa, paineastian ja sen sisäosien neutroniannoslaskennassa ja kriittisyys- turvallisuuslaskuissa). Mikäli polttoaineen rikastusaste nostetaan uusien laitosten sydämessä yli 5 %:iin, on kriittisyysturvallisuuslaskelmissa otettava huomioon myös kuivan
kriittisyyden mahdollisuus.
soveltamista tulisi polttoaineen termomekaanisen käyttäytymisen yhteydessä laajentaa myös transientti- ja onnettomuustilanteisiin.
6. Neutroniikan mallinnuksen täydentäminen: yhä heterogeenisempien reaktorisydämien riittävän tarkka mallinnus (mm. korkea palama, palavat absorbaattorit).
7. Termohydrauliikan mallinnuksen täydentäminen: kääntyvät virtaukset
reaktoridynamiikan yhteydessä, booririntaman seuraaminen, luonnonkierto, avoimen sydämen poikittaisvirtaus, piirin suurten osien kuvaus (3D-ilmiöt), tarvittavan kokeellisen tiedon hankinta.
8. Lämmönsiirron mallinnuksen täydentäminen: palamariippuvan lämmönsiirron kaikkien osatekijöiden huomiointi, kaasuaukko, polttoaineen pirstoutuminen (relokaatio), fissio- kaasujen vapautuminen, bonding eli polttoaineen ja suojakuoren kemiallinen vuorovaikutus, alikanavan tukkeutuminen, polttoaineen pullistuminen
9. Uudentyyppisten polttoainenippujen mallinnus (nipun sisäiset ohivirtauskanavat, alikanavalaskenta).
10. Polttoaineen suojakuoren käyttäytymisen mallintamista parantavien erillisilmiöiden kokeellinen ja teoreettinen tutkiminen (mm. pitkäaikaiskorroosiokäyttäytymisen
ennustaminen lyhytaikaisten laboratoriokokeiden avulla, suojakuoren materiaali- ominaisuuksien muuttuminen sekä sen vaurioitumismekanismit ja vuorovaikutukset onnettomuustilanteissa).
Tavoiteltavat tulokset
Polttoaineen termomekaanisen käyttäytymisen ilmiöt on hallittava korkealla palamalla ja uusia kriteereitä on pystyttävä soveltamaan. Näiden tarkistamiseen on olemassa kaksi itsenäistä ohjelmistoa stationaaritilalle ja onnettomuuksille, jotka käyttävät tilastollisia menetelmiä ja jotka on validoitu oletetuille palama-arvoille asti. Tavoitteena on myös saada mallinnettua Zircaloy-seosten korroosioprosessia siten, että korroosiokäyttäytymisen
ennustaminen pitkällä aikavälillä olisi mahdollista käyttäen mekaanis-sähkökemiallista mallia, joka on kehitetty tulkitsemaan venymän ja jännityksen vaikutusta.
Reaktorifysiikalle ja –dynamiikalle on kehitettävä yhtenevä, kattava, ajanmukainen ja joustava ohjelmisto, joka koostuu sekä kansainvälisesti hankituista että itse kehitetyistä ohjelmista. Ohjelmisto lähtee perusydinvakiokirjastoista ja pystyy analysoimaan laitosten normaalitilan, transientit ja onnettomuudet yhtenevillä malleilla, ja hallitsee polttoaineen koko elinkaaren aikaiset reaktorifysikaaliset ominaisuudet aina loppusijoitukseen asti.
Ohjelmistoa sovelletaan sekä tutkimukseen että viranomaisten ja voimayhtiöiden käyttöön.
Tulevaisuuden kehityssuuntana nähdään ”integroitu analyysivalmius” eli että eri alueiden osaamiset yhä enenevässä määrin yhdistetään ja poikkitieteellisyyttä käytetään enemmän hyväksi. Polttoainemallien ja termohydrauliikan yhdistämistä on jatkettava. On muistettava myös automaation mallinnus ja laskennallisen virtausmekaniikan mallien (CFD)
hyödyntäminen, mikä tosin saattaa muihin ohjelmiin integroituna toteutua vasta alkavan tutkimusohjelman jälkeen.
Tutkimuksen toivotaan tuottavan turvallisuuden tarkastus- ja arviointijärjestelmän, joka takaa riippumattoman analyysivalmiuden ja kansallisen varmuuden. Sen avulla pystytään analysoimaan uusia polttoainetyyppejä ja uuden tyyppisiä laitoksia myös moninaisissa onnettomuusketjuissa. Perusilmiöt on osattava: reaktorifysiikka, polttoainesauvan käyttäytyminen ja myös esim. stabiilisuusanalyysit eli reaktorifysiikan dynaamisten ilmiöiden ja siihen liittyvän termohydrauliikan hallinta vaikeissa virtaustilanteissa.
Aikataulukriittisintä on, että kaikki laskentamallit olisivat valmiina sovellettaviksi uuden laitoksen analysoinnissa. Varsinkin kääntyvien virtausten mallinnukseen ja tarkan
neutronidynamiikan ratkaisuun pystyvään laskentaohjelmaan on panostettava. Myös polttoaineen käyttäytymisen erikoisohjelmien ja reaktoridynamiikkaohjelmien vuorovaikutuksien ja keskinäisen detaljitason päättäminen on tärkeää.
Yhteydet
Tarvitaan kansainvälistä mittausdataa eri projekteista tai organisaatioista:
- polttoaineen käyttäytyminen ja materiaalit (CABRI, Argonne, OECD/NEA/Halden, JAERI/NSRR, US NRC, IAEA/FUMEX II)
- vaikutusalat (OECD/NEA/NSC, Nuclear Science Committee)
- säteilytetyn polttoaineen isotooppikoostumukset suurilla palamilla (kansainväliset ohjelmat esim. REBUS ovat kaupallisia miljoonien eurojen projekteja).
Tarvitaan ohjelmien kelpoistamista kansainvälisissä yhteistyöprojekteissa (esim.
OECD/NEA/NSC työryhmineen).
Reaktorifysiikkatutkimus kytkeytyy Kansalliseen ydinjätehuollon tutkimusohjelmaan KYT ja EU:n 6. puiteohjelmaan (esim. transmutaatiotutkimus).
Innovatiivisten laitosten tutkimusprojektit Tekesin tukemassa ALWR-teknologiaohjelmassa ja EU:n 6. puiteohjelmassa tuottavat Suomenkin laitoksiin sovellettavaa osaamista.
EU 5. puiteohjelman projektit:
- FABIS, jossa tutkitaan kiehutusvesireaktorin nopean boorausjärjestelmän toimintaa.
- VALCO, jossa validoidaan kytkettyjä kolmidimensioisia reaktoridynamiikka/termo- hydrauliikkaohjelmia VVER-tyyppisille ydinvoimalaitoksille.
Yhteydet tutkimusohjelman muihin alueisiin:
- Reaktoripiirin kestävyys -alueelle tuotetaan vuon aikaintegraaleja (reaktoripaineastian
analyyseissä, alueelta saadaan häiriötilanteiden virtaus- ja lämpötilajakautumia sydänlaskuja varten (boorin laimeneminen, höyryputken katko).
- Automaatio, valvomo ja tietotekniikka-alue hyödyntää turvallisuusanalyyseistä saatuja tuloksia perustietona toimintojen määrittelyssä
- Riskienhallinta-alueelle lasketaan fissiotuoteinventaarioita.
Tukiryhmätyöskentelyssä on entistä paremmin huomioitava termohydrauliikan tarve monilla eri tutkimusalueilla. Yksi ratkaisu olisi käsitellä reaktoridynamiikkaan liittyviä tutkimuksia kahdessa tukiryhmässä eli sen termohydrauliikkaosan käsittely myös yhdessä suojarakennuksen ja prosessien turvatoimintojen varmistamisalueen tutkimuksien kanssa.
Kuva 5. Polttoaineeseen ja reaktorisydämeen liittyvät tutkimusaiheet (yleiskuva).
KRIITTISYYS- TURVALLISUUS
POLTTOAINEEN TERMOMEKANIIKKA
POLTTOAINE POLTTOAINEEN KÄYTÖN SUUNNITTELU KULJETUS
VARASTOINTI
LOPPUSIJOITUS
VAKAVAT ONNETTOMUUDET
ONNETTOMUUDET
TRANSIENTIT
JÄÄHDYTEVIRTAUS STABILISUUS
NORMAALIKÄYTÖN TURVARAJAT
KORKEA
PALAMA SUOJAKUOREN
KESTÄVYYS KORROOSIO VESIKEMIA
POLTTOAINEEN VAIHTO / SEISOKIT
MATERIAALIEN SÄTEILYVAURIOT JA AKTIVOITUMINEN KPA-VARASTO
REAKTORISYDÄN
3.3 Reaktoripiiri
Tutkimusohjelman tämä osuus ehdotetaan toteutettavaksi hankkeina, jotka kohdistetaan reaktoripiirin erilaisten komponenttien eheyden varmistamiseen ja niille tyypillisten ikääntymiskysymysten selvittämiseen. Tutkimusaiheet on jaettu kolmeen osaan:
- reaktoripaineastia yhteineen ja sisäosineen, - reaktoripiirien putkistot ja
- reaktoripiirien komponentit (höyrystimet, pumput, venttiilit, paineistimet, lämmönvaihtimet).
Vesikemia on käsitelty erikseen kappaleessa 3.3.4.
3.3.1 Reaktoripaineastia yhteineen ja sisäosineen
Haasteet
Reaktoripaineastia kuuluu turvallisuuden kannalta kriittisimpiin ja voimalaitosyksikön vaikeimmin uusittaviin komponentteihin. Suomessa on tutkittu perusteellisesti erityisesti Loviisan paineastioiden käytettävyyttä ja säteilyhaurastumista. Toivutushehkutetun paineastian uudelleen haurastumisen mekanismi(t) ja siihen/niihin perustuva
ikääntymismalli on nyt ajankohtainen tutkimusaihe, sillä alan viimeisin tieto tarvitaan jatkossakin käyttöluvan perusteeksi.
Jäähdytteen kiertopiirin ruostumattomasta teräksestä valmistettu putkisto liittyy hiiliteräksiseen paineastiaan erimetalliliitoksia sisältävällä rakenteella. Näiden erimetalliliitosten vuoksi yhteet asettavat tutkimukselle monialaisia haasteita.
Painevesireaktoreissa on usein havaittu jännityskorroosiota nikkelipohjaisissa
hitsauslisäaineissa. Joitain tapauksia on ollut myös kiehutusvesilaitoksissa. Suomessa kiinnostus kohdistuu erityisesti siihen, missä määrin ongelma koskee Olkiluodon kiehutusvesireaktorissa käytettyjä samoja tai vastaavia materiaaleja.
Ikääntymisen myötä reaktorin sisäosien saamat säteilyannokset kasvavat suuriksi. Suuren säteilyannoksen ja vesikemian yhteisvaikutukseen liittyvä ympäristövaikutteinen
särönkasvu IASCC -mekanismilla (irradiation assisted stress corrosion cracking,
säteilyavusteinen jännityskorroosio) on suuren kansainvälisen mielenkiinnon kohteena.
EPRI:n koordinoimaan CIR-ohjelmaan on osallistuttu viime vuosina yhdistämällä FINNUS- tutkimusohjelman ja voimayhtiöiden yhteisen tutkimushankkeen resursseja.
Tutkimustarpeet ja tavoiteltavat tulokset
materiaalikokeiden tulokseen ja sen siirrettävyyteen turvallisuusanalyysissä käytettäväksi.
Toisaalta on käytettävissä olevan materiaalin vähyyden takia sovellettava pienten sauvojen tekniikkaa.
Suomessa kehitetyn, sittemmin Yhdysvalloissa standardoidun Master-käyrän
hyödyntäminen ja siihen liittyen minisauvojen sovellettavuus, materiaaliominaisuuksien siirrettävyys ja koesauvojen valmistuksessa käytettävä rekonstituutiotekniikka vaativat lisää varmentamista. Paineastia on tarkastusten kannalta vaativa kohde sisältäen useita
kohdealueita, jotka vaativat erilaisten menetelmien ja tekniikoiden soveltamista.
Rikkomattomien tarkastusten tulee kyetä havaitsemaan luotettavasti paineastian eri alueilla mahdollisesti sijaitsevat viat ja lisäksi määrittämään niiden koot riittävällä tarkkuudella.
Lisäksi on tärkeää saada uutta tietoa ainettarikkomattomien menetelmien
soveltamismahdollisuuksista haurastumisen monitorointiin. Materiaaliominaisuuksien mittaamisessa on sekä seurattava alan kansainvälistä kehitystä että myös kehitettävä omia menetelmiä. Paineastian turvallisuuden laskennallisessa arvioinnissa on keskeisen tärkeää tunnistaa kuormitukset entistä tarkemmin (LOCA, transientit). Toinen vaikeasti
mallinnettava asia on pinnoitteen käyttäytyminen. Tutkimuksen yhteydessä kehitettäviä menetelmiä sovelletaan ennen kaikkea arvioitaessa Loviisan laitosten turvallista käyttöä.
Yhteiden osalta tutkimustarpeet johtuvat erityisesti niihin liittyvien monimetallihitsien ja niistä mahdollisesti löytyvien vikojen käyttäytymisen vaikeasta hallinnasta. Materiaalin ominaisuudet vaihtelevat erittäin voimakkaasti hitsin lähistössä, jolloin relevanttien materiaaliominaisuuksien määritys on vaikeaa. Epäjatkuvuus aiheuttaa monimutkaisen kuormitustilan, joka ilmenee mm. vaikeasti arvioitavina jäännösjännityksinä ja muina termisinä kuormituksina.
Monimetalliyhteiden valmistaminen on vaativaa, ja jos niihin joudutaan tekemään
korjauksia joko valmistusvaiheessa tai käytön aikana ilmenneiden vikojen vuoksi, saattaa tästä aiheutua vaikeasti hallittavia paikallisia rasituksia tai materiaalin heikkenemistä.
Erityisesti erimetallihitseissä on varmistuttava kehittyneimpien menetelmien soveltamisesta.
Hitsin eri osissa sijaitsevien vikojen havaittavuus ja vikakoon määrityksen tarkkuus tulee tuntea entistä paremmin, jotta tulokset voidaan hyödyntää täysipainoisesti
lujuusanalyyseissä ja tarkastusjärjestelmien pätevöinnissä. Yhteiden kunnonvalvontaan saatetaan kehittyneiden määräaikaistarkastusten lisäksi tarvita myös on line -monitorointia.
Edellä mainitut tekijät tekevät myös laskennallisen mallinnuksen ja eliniän hallinnan kaiken kaikkiaan vaativiksi tehtäviksi.
Sisäosien käyttöiän hallinnassa tarvittava rakenteisiin kohdistuvien kuormitusten
tunnistaminen on vielä puutteellista. Sama koskee vesikemian, materiaalin koostumuksen ja valmistustekniikan vaikutuksia jännityskorroosioon. Realistiset lujuusarviot edellyttävät muun muassa nykyistä tarkempia virtauskuormitusmalleja sekä säteilyn vaikutuksen tuntemista jäännösjännitysten relaksoitumiseen. Luotettavien materiaaliparametrien
kokeellista määrittämistä vaikeuttaa sisäosamateriaalien korkea-aktiivisuus. Materiaalia on lisäksi käytettävissä vain vähän, joten testauksessa joudutaan käyttämään minisauvoja.
Minisauvojen testaustekniikkojen kehittäminen ja saatujen tulosten validointi vertailukokein on tärkeää. Materiaalin vaurioitumismekanismeja tunnetaan vain karkeasti, sillä
haurastumismallit suurille annoksille ja kyseisille materiaaleille ovat vielä puutteellisia.
Pidemmällä aikavälillä tarvitaan mahdollisesti jopa testausta reaktoripiirissä. Reaktorin korkea-aktiivisten sisäosien korjattavuus, tarkastusvälit ja –tekniikat sekä komponenttien vaihtamiseen käytettävät kriteerit vaativat niinikään selvittämistä. Kansainvälisen yhteistyön merkitys korostuu.
Yhteydet Paineastia
- AMES, ATHENA ja FITNET -verkostot - NESC-verkosto
- IAEA
- VVER 440 -käyttäjät
- EU 5. puiteohjelma: FRAME, PISA, LISSAC, CRETE - EU 6. puiteohjelma: PLIM NOE
Yhteet
- EU 5. puiteohjelma: ADIMEW ja VOCALIST - NESC-verkosto
- NDT:n osalta: ENIQ
- EPRI Ni base alloys round robin - ruotsalaiset laitokset, Ringhals Sisäosat
- EU 5. puiteohjelma: PRIS, toimeksiantojen teettäjät - EPRI/CIR
- EU 6. puiteohjelma: Amalia/EU/JRC/MOL -verkosto - Halden-mittaukset.
3.3.2 Reaktoripiirin putkistot
Haasteet
Reaktoripiirin putkiston eheys ja käyttövarmuus on varmistettava sekä käytössä olevissa että uudessa laitoksessa. Käyttökokemukset ovat tuoneet esiin paljon kuormituksia ja
ikääntymisilmiöitä, joita ei ole osattu ottaa huomioon suunnittelussa. Jotta putkiston
käyttäytymistä voitaisiin simuloida numeerisesti luotettavasti, pitää kuormitus, geometria- ja materiaaliominaisuudet sekä ympäristön vaikutus kyetä mallintamaan riittävällä
tarkkuudella.
suunnittelussa tai osoitettava Leak-Before-Break -tarkastelulla (LBB), että seinämän läpäisevä särö voidaan havaita riittävän ajoissa ja ryhtyä korjaaviin toimenpiteisiin.
Numeerisen mallin avulla, riskitietoisia menetelmiä soveltaen voitaisiin esimerkiksi
määräaikaistarkastukset kohdentaa turvallisuuden ja mahdollisten vaurioiden seuraamusten kannalta keskeisimpiin kohteisiin ja ajoittaa ne optimaalisesti. Tarkastusjärjestelmien tulee olla optimoituja ja niiden tulee tuottaa tarkkaa ja luotettavaa tietoa mahdollisista vioista.
Tällöin on mahdollista parantaa samanaikaisesti sekä turvallisuustasoa että taloudellisuutta.
Vikojen nopeaan ja luotettavaan analysointiin tarvitaan työkaluja ja menetelmiä, jotka tukeutuvat monitieteellisiin analysointiohjelmiin ja asiantuntijaverkostoihin.
Tutkimustarpeet
Kuormitusten, materiaaliominaisuuksien ja rakenteiden käyttäytymisen numeerinen mallinnus vaatii kyseisten asioiden ja vaikuttavien ilmiöiden fysikaalisen perustan
ymmärtämistä, joka puolestaan edellyttää kokeellista tutkimusta. Putkistojen riskitietoiseen tarkasteluun soveltuvia työkaluja on kehitettävä, testattava ja otettava käyttöön.
Käytettävien menetelmien toimivuutta on arvioitava soveltamalla niitä laitoksilta saatuun todelliseen käyttö- ja vikaantumiskokemukseen.
Materiaalikokeilla voidaan selvittää todellisten kuormitusten vaikutus putkistomateriaalien väsymiseen (transientit, kuormitusnopeudet, väsytysspektri, värähtelyt). Tämä edellyttää väsymisen koetekniikan (palkeet) edelleen kehittämistä mm. spektrikuormitusten suhteen.
Materiaalikokeilla pyritään ymmärtämään materiaalin vaurioitumiskäyttäytymistä ja tuotetaan analyyseihin ja materiaalimallien tekoon tarvittava materiaalidata, jos sitä ei ole muuten saatavilla. Erityisesti on tarve selvittää väsymisen ja jännityskorroosion sekä niiden kanssa synergisesti vaikuttavien kuormitustransienttien vaikutuksia putkistomateriaaleihin erityyppisissä ympäristöolosuhteissa. Korroosioväsymissärön ydintymisen ja kasvun mekanismien selvittäminen on tärkeää määritettäessä väsymiselinikä arvioiden luotettavuutta ja käytössä olevien suunnittelukäyrien konservatiivisuutta. Erityisesti
reaktorivesiympäristön vaikutukset väsymissärön ydintymiseen ja väsymiselinikäkäyriin eri kuormitustaajuuksilla, venymänopeuksilla ja kuormitustavoilla on selvitettävä.
On luotava numeerisessa mallinnuksessa tarvittavat materiaalimallit (esim. väsymisen materiaalimallit) koedataan ja ilmiöiden fysikaaliseen ymmärtämiseen perustuen.
Termohydraulisia kokeita tarvitaan lämpötilakerrostumisten ja neste-rakenne - vuorovaikutus-ilmiöiden, kuten paineiskujen, numeerisen mallinnuksen perustaksi.
Kuormitusten numeerinen mallinnus suoritetaan pääasiassa CFD-ohjelmilla, joiden tuloksista kuormitustransientti siirretään rakenneanalyysiin. Monissa sovelluksissa, kuten lämpötilakerrostumisessa, riittää tällainen virtauslaskennan ja rakenneanalyysin
yksisuuntainen kytkentä. Toisissa sovelluksissa, kuten paineiskuissa, on tarpeen
kaksisuuntainen kytkentä, jossa kuormituksen aiheuttama muodonmuutos otetaan huomioon CFD-laskennassa. Neste-rakenne –vuorovaikutusilmiöiden simulointia numeerisilla CFD- ja
FE-ohjelmilla on tutkittava. Mallinnuksen ja tulosten verifioinnin avuksi tarvitaan kokeellisia tuloksia.
Tarvitaan käytäntö hitsauksen aiheuttamien jäännösjännitysten realistisempaan simulointiin (hitsit, korjaushitsaus). Nykyinen normikäytäntö johtaa ylikonservatiiviseen lopputulokseen.
Laitosten käyttökokemuksia tulisi hyödyntää laskennassa.
Edelleen tarvitaan tarkastusmenetelmien toiminnan ja ominaisuuksien ymmärtämistä, jotta kyetään valitsemaan kohteille parhaiten soveltuvat menetelmät ja tarvittaessa kehittämään niiden ominaisuuksia. Tähän liittyen tulee kyetä arvioimaan menetelmien suorituskykyä vikojen havaittavuuden ja vikojen koonmäärityksen kannalta. Tarkastusjärjestelmien pätevöinnin apuna voidaan käyttää mallinnus ja simulointimenetelmiä, joilla kyetään nopeasti ja joustavasti selvittämään esimerkiksi vaativien kohteiden tarkastettavuutta.
Uuden laitoksen osalta tarkastettavuuden arviointi putkiston ja muiden komponenttien osalta tulisi tehdä varhaisessa vaiheessa eli silloin kun siihen vielä voidaan vaikuttaa.
Etukäteen tulisi suunnitella metodiikka, jolla monia tarkastettavuuteen vaikuttavia tekijöitä lähdetään arvioimaan. Käyttöiän hallinnassa tarvittavan tiedon systemaattiseen
tallennukseen ja saatavuuteen kiinnitetään erityistä huomiota.
LBB-tarkastelut edellyttävät numeeriselta analyysiltä erityisvalmiuksia. Työkaluja kehitetään, testataan ja ne otetaan käyttöön.
Tavoiteltavat tulokset
Tarkentuneen materiaalidatan ja ilmiöiden ymmärryksen avulla on saatava käyttöön
realistisemmat materiaalimallit, jotka yhdessä kuormitusten ja erityisesti jäännösjännitysten realistisen mallinnuksen kanssa ovat edellytyksiä putkiston käyttäytymisen numeeriseen simulointiin.
Laskennan tuloksia on tulkittava normeja hyväksi käyttäen, niihin syvällisesti perehtymällä.
Putkistojen riskitietoiseen tarkastelun myötä voidaan (sekä turvallisuus- että
taloudellisuusmielessä) kohdentaa tarkastukset ja optimoidut tarkastuskäytännöt, joiden suorituskyky on tunnettu tarkastusjärjestelmien pätevöintien perusteella. Käyttöikäarvioiden luotettavuus paranee systemaattisen tiedonhallinnan myötä.
Yhteydet
Tämä aihepiiri on voimakkaasti poikkitieteellinen, joten tutkimuksen menestyksellinen suorittaminen edellyttää yhteistyötä monien SAFIR-tutkimusalueiden kanssa. Esim. PSA- tarkasteluissa tarvitaan tietoa putkiston luotettavuudesta, joka arvioidaan
• EU 6. puiteohjelma: PLIM MOE
• OECD IAGE.
3.3.3 Reaktoripiirien muut komponentit
Haasteet ja tutkimustarpeet
Höyrystin on Loviisan laitoksilla yksi keskeisistä laitoksen elinikää rajoittavista komponenteista, koska sen vaihtaminen on vaikeata teknisistä ja taloudellisista syistä
johtuen. Höyrystimen keskeisiä ongelmia on höyrystintuubien mahdollinen vaurioituminen, koska siitä voi ääritapauksessa olla seurauksena primääripiirin veden sekoittuminen
sekundääripiiriin. Ikääntymisen myötä vikaindikaatioiden määrän voidaan olettaa kasvavan.
Höyrystimiin liittyviä keskeisiä haasteita ovat niiden tarkastettavuus ja mahdollisille vauriotyypeille sopivien tarkastusmenetelmien kehittäminen. Olennaista on
tarkastustulosten tulkinta, vauriotyyppien tunnistaminen ja niitä kuvaavien mallien ja
parametrien määritys. On myös selvitettävä, onko mahdollista ottaa höyrystimestä näytteitä, kuten poistaa tuubeja. Vauriomekanismien tuntemusta tarvitaan annettaessa lähtötietoja tarkastusjärjestelmien pätevöintejä varten. Höyrystinputkien mahdollisen vaurioitumisen kannalta olennaista on vesikemian vaikutuksen määrittäminen liittyen rakokorroosioon ja jännityskorroosioon. Vaurioitumisriskin arvioimisessa tarvitaan kuormitusten tuntemista ja laskennallisia menetelmiä sallittujen vikakokojen määrittämiseksi olemassa olevien tietojen pohjalta sekä todennäköisyyspohjaisia tarkasteluja.
Pumppuja ja venttiilejä tarkasteltaessa iskuista ja muista lähteistä aiheutuvat värähtelyt samoin kuin vaihtelevat termiset kuormitukset aiheuttavat väsymistä. Peruskysymyksenä on pumppuihin ja venttiileihin kohdistuvien kuormitusten epämääräisyys ja siitä aiheutuva vaikeus eliniän määrittämisessä. Tyypillisesti esimerkiksi venttiilin avautumiset ja
sulkeutumiset aiheuttavat voimakkaita iskukuormituksia pumpuissa. Toinen esimerkki on kavitaation aiheuttamat paineiskut.
Laskentamenetelmien soveltamisen kannalta olennaista on kuormitusten määrittäminen kokeellisesti tai laskennallisesti esimerkiksi virtauslaskentaa hyväksikäyttäen. Lisäksi hitsien ja valettujen osien käyttäytymistä ei tunneta tarkasti. Esimerkiksi valettujen osien mahdollinen korjaaminen täyttöhitsauksella on voinut synnyttää merkittäviä
jäännösjännityksiä, jotka saattavat vaikuttaa elinikään.
Paineistimen yhteiden monimetallisaumoihin liittyy samoja erityispiirteitä kuin reaktoripaineastian yhteiden monimetallisaumoihin. Paineistin on korkeammassa lämpötilassa kuin muu primääripiiri ja alasajossa tämä lämpötilaero kasvaa aiheuttaen voimakasta kuormittumista. Kuormitusten osalta on selvitettävä myös virtausten vaikutus ja vaurioitumisen osalta rakokorroosion merkitys.
Tavoiteltavat tulokset
Tutkimuksen tuloksena saadaan komponenttien eheyden hallintaan liittyvät menetelmät ja valmiudet. Ne kattavat sekä materiaaliominaisuuksien muutokset, ympäristön vaikutukset, analyysimenetelmät, kuormitukset että pätevöidyt tarkastustekniikat.
Yhteydet
- EUn 5. puiteohjelma: höyrystimien korroosio-ongelmat - IAEAn CRP: vaakahöyrystintuubien tarkastukset
- LTKK:n täysmittakaavaiset kokeet mm. pumppujen kavitaation tapauksessa.
3.3.4 Vesikemian vaikutus reaktoripiirissä
Haasteet
Ydinvoimalaitoksen vesikemialla on huomattava vaikutus jäähdytysveden kanssa kosketuksissa olevien komponenttien elinikään ja siten myös voimalaitoksen turvallisuuteen. Vesikemia ja jäähdytysveden vaikutuksesta komponenttien pinnalle syntyvien oksidifilmien koostumus ja ominaisuudet vaikuttavat erityisesti aktiivisuuden kerääntymiseen primääripiiriin, jännityskorroosion ja muiden eri korroosiomuotojen esiintymisriskiin primääripiirissä, höyrystinmateriaalien korroosioon ja crudin saostumiseen polttoaineputkien pinnalle.
Edellä mainittujen ilmiöiden ennakointi ja ennustaminen ei vielä kaikilta osin ole mahdollista, sillä toistaiseksi ei ole olemassa riittävästi tietoa mekanismeista, joilla vesikemia vaikuttaa riskejä aiheuttaviin ilmiöihin. Tämän vuoksi on olennaista kehittää kokeellisiin havaintoihin pohjautuvat mallit, joiden avulla voidaan ymmärtää ja ennustaa voimalaitoksen mitattavissa olevien vesikemian parametrien ja materiaalipintojen käyttäytymisen väliset korrelaatiot.
Tutkimustarpeet
Materiaalien vanhenemisen ja käytetyn vesikemian aiheuttama aktiivisten osaslajien ja epäpuhtauksien kertyminen materiaalien pinnoille on kyettävä ennakoimaan ainakin semi- kvantitatiivisella tasolla. Tässä hydrodynamiikan (virtausolosuhteiden) vaikutus on otettava huomioon olennaisena tekijänä.
Jännityskorroosion kannalta keskeinen tarve on kyetä ennakoimaan materiaalin tilan (esim.
kylmämuokkauksen) ja vesikemian vaikutus murtuman ydintymiseen ja etenemiseen. Tässä suhteessa on olennaista tutkia kuinka materiaalien jännitys-venymäkäyttäytyminen ja mahdolliset liuoksen epäpuhtaudet samanaikaisesti vaikuttavat materiaalia suojaavan
termisen gradientin, sekundaaripuolen vesikemian ja korroosiotuotekerrosten sekä niiden sisältämän huokosveden muodostama systeemi on kyettävä ymmärtämään siten, että voidaan luotettavasti ennakoida korroosiotuotekerrosten ja laitoksen ajotavan (mm.
mahdollisten vesikemian muutosten tai dekontaminoinnin) vaikutus höyrystinputkien jäljellä olevaan elinikään. Samaan aikaan on kyettävä kehittämään höyrystinputkien elinikää sekä siihen keskeisesti vaikuttavia tekijöitä monitoroivia tekniikoita sekä ko. mittasignaalien diagnosointimenetelmiä.
Polttoaineputkien pinnalle muodostuvan saostuneen korroosiotuotekerroksen (crud) syntyyn ja siitä jäähdytteeseen liukenevien aktiivisten osaslajien irtoamiseen liittyvät tekijät tulee hallita siten, että voidaan ennakoida jäähdytteeseen vapautuvien aktiivisten partikkelien määrää sekä polttoaineen käytettävyyttä heikentävien ilmiöiden kuten esim. AOA-ilmiön (Axial Offset Anomaly) syntymistä.
Tavoiteltavat tulokset
Keskeisenä tavoitteena on luoda malli, jossa on yhdistetty tietämys adsorptioilmiöistä ja oksidifilmin eri osista siten, että mallin avulla pystytään kuvaamaan ja ennustamaan aktiivisten osaslajien kulkeutuminen jäähdytteen kanssa kosketukseen joutuvien komponenttien pinnalla olevan oksidifilmin sisäosiin. Laajentamalla mallia käsittämään myös virtausolosuhteiden eli hydrodynamiikan vaikutus sitä voidaan käyttää ennustamaan aktiivisuuden kertymistä reaktoripiirin eri osissa.
Toisena keskeisenä tavoitteena on kehittää jännityskorroosioriskiä ennustavaa mallia oksidifilmin mallinnuksen osalta siten, että sen avulla kyetään ennakoimaan materiaalin tilan (esim. kylmämuokkauksen), jännitys-venymäkäyttäytymisen, vesikemian ja virtausolosuhteiden vaikutus murtuman ydintymiseen ja etenemiseen.
Kolmantena keskeisenä tavoitteena on kehittää kvalitatiivinen malli, jolla voidaan alustavasti ennakoida veden epäpuhtauksien ja käytettävien kemikaalien sekä korroosiotuotteiden muodostamien kiinteiden kekojen yhteisvaikutus höyrystinputkien korroosionopeuteen sekä höyrystimien toimintaan ja elinikään.
Yhteydet
Alueen aihepiirin luonteeseen kuuluu vahva kansainvälinen yhteistyö esim. Japanin ja OECD Haldenin kanssa, sekä kotimainen yhteistyö (esim. VTT, TKK, RKK/TEKES- hankkeet).
Kuva 6. Reaktoripiiriin liittyvät tutkimusaiheet (yleiskuva).
Reaktoripaineastia yhteineen ja sisäosineen
Reaktoripiirin putkistot
Reaktoripiirin muut komponentit Uudelleenhaurastuminen
Kuormitukset
Data Materiaaliominaisuudet
Lujuus Kriteerit
Kuormitukset Materiaaliominaisuudet Geometria Ympäristö Yhteisvaikutukset Käyttökokemukset LBB
Kuormitukset Vauriotyypit Viat
Vesikemian vaikutus
Perusaine Oksidifilmi Virtaukset Epäpuhtaudet
Vaatimukset –suunnittelu –valmistus Tarkastus –karakterisointi –ennusteet
Kriteerit Menetelmät
Viat
Riskitietoinen turvallisuuden hallinta
Laitoksen käyttöiän hallinta Reaktoripiirin eheys
Käyttötoiminnan kehittäminen uuden tekniikan avulla Materiaalit
3.4 Suojarakennus ja prosessiturvatoiminnot
Haasteet
Sekä uusi laitos että käyvät laitokset sisältävät haasteita suojarakennuksen toimivuuden ja prosessin turvatoimintojen osoittamiselle. Alla on erikseen käsitelty haasteita, jotka johtuvat vakavista onnettomuuksista, prosessijärjestelmien ja lauhdutusaltaiden termohydraulisesta käyttäytymisestä sekä suojarakennuksen ikääntymisestä.
Suomalaiset YVL ohjeet edellyttävät, että ns. vakavista reaktorionnettomuuksista mahdollisesti syntyvät kuormat otetaan ennakolta huomioon uuden laitoksen suoja- rakennuksen suunnittelussa. Tämän uutta laitosta koskevan vaatimuksen lisäksi käyvien laitosten vakavien onnettomuuksien hallinnassa on vielä joitakin selvitettäviä kohteita.
Keskeisiksi kysymyksiksi molemmissa tapauksissa on arvioitu seisokkitilanteessa tapahtuvat vakavat onnettomuudet, sydänmateriaalin jäähdytettävyys sekä vakavan onnettomuuden hallinta pitkällä aikavälillä. Näiden erityiskysymysten lisäksi on syytä arvioida vakavien onnettomuuksien hallintaa kokonaisuutena, varmistamalla että mitään olennaisia ilmiöitä tai uhkia ei ole jätetty tarkastelun ulkopuolelle.
Menetelmät lentokonetörmäysten vaikutusten arviointiin ovat vasta kehittymässä.
Menetelmillä olisi kyettävä arvioimaan sekä törmäyksen aiheuttamat kuormitukset että laitoksen vaste.
Monet turvatoiminnot perustuvat höyryn lauhduttamiseen vesialtaassa. Lauhdutusaltaiden käyttäytymiseen vaikuttavia dynaamisia ilmiöitä on tarve tuntea entistä paremmin. Erityis- haasteena uusissa laitosvaihtoehdoissa ovat passiiviset turvajärjestelmät. Useissa
tapauksissa tarvitaan kokeellisen ja laskennallisen termohydrauliikan yhdistämistä jonkin muun osaamisalueen, esim. rakenneanalyysin, reaktorifysiikan tai polttoainetekniikan menetelmiin. Computational Fluid Dynamics (CFD) -laskentamenetelmillä voidaan saada tietoa monidimensioisista ilmiöistä. Niiden soveltaminen ydinvoimalaitosten turvallisuus- analyyseihin on varsinkin kaksifaasialueella kuitenkin vasta alussa.
Laitoksen ikääntyessä voi ilmetä tekijöitä, jotka vaikuttavat suojarakennustoiminnon heikentymiseen. Nämä on syytä havaita hyvissä ajoin, parhaassa tapauksessa jo suunnittelussa, sillä niiden korjaaminen myöhemmin voi olla hankalaa ja kallista.
Tutkimustarpeet
Seisokkitilassa tapahtuvien vakavien onnettomuuksien fysikaaliset ja kemialliset ilmiöt tunnetaan huonommin kuin tehokäytöllä alkavissa onnettomuuksissa. Seisokkitilan
onnettomuuksien erityispiirteenä on ilma-atmosfääri, joka vaikuttaa mm. hapettumiseen ja fissiotuotteiden kemialliseen olomuotoon. Rikkoutuneen reaktorisydämen
jäähdytettävyyden arviointiin käytettävät laskentamenetelmät on havaittu puutteellisiksi mm. FINNUS/MOSES-projektissa tehtyjä kokeita tarkasteltaessa. Heterogeenisen
partikkelikasan jäähdyttäminen näyttää tähänastisten koetulosten valossa vaikeammalta kuin kirjallisuustiedot antaisivat ymmärtää.
Vakavien onnettomuuksien hallinnan turvatoimintoja pitkällä aikavälillä uhkaavat tekijät on kartoitettava. Tämä vaatii tuekseen turvatoimintojen reunaehtoja koskevan arvion
ulottamista pitemmälle kuin vakavien onnettomuuksien tutkimuksissa tavallisesti on tehty.
Erityiskysymysten lisäksi on syytä arvioida vakavien onnettomuuksien hallintakonseptin kattavuus, ts. onko kaikki oleelliset uhkatekijät kyetty ottamaan huomioon. Kattavuuden osoittaminen vaatii systemaattista laitoksen ja onnettomuuden kaikkien vaiheiden läpi- käyntiä. Esimerkki onnettomuuden hallintaan mahdollisesti vaikuttavasta, vähän tunnetusta vaiheesta on sydänsulan siirtyminen toisaalta sydänalueelta paineastian pohjalle, toisaalta paineastiasta suojarakennukseen. Siirtymisvaiheessa syntyy dynaamisia kuormia, jotka voivat mahdollisesti vaikuttaa vakavien onnettomuuksien hallintakonsepteihin (sulan pidättäminen paineastiassa, sydänsiepparit).
Lentokonetörmäysten arviointi vaatii, että tunnetaan mm. lentokoneen käyttäytyminen törmäyksessä, laitosrakenteiden globaali kestävyys, törmäyksen aiheuttamat värähdykset, koneen tai koneen osien tunkeutuminen laitokseen, törmäyksessä syntyvät tulipalot ja räjähdykset sekä niiden vaikutus.
Sekä nykyisin käytössä olevissa että uusissa laitosvaihtoehdoissa on tarve tuntea entistä paremmin lauhdutusaltaiden käyttäytymiseen vaikuttavia dynaamisia ilmiöitä. Merkittäviä ovat esim. kerrostuminen, sekoittuminen, lauhtuminen sekä neste-rakennevuorovaikutukset.
ALWR- ja FINNUS-tutkimusohjelmissa on laskentamenetelmien havaittu olevan yllä- mainittujen ilmiöiden suhteen puutteellisia.
Joissakin uusissa laitosvaihtoehdoissa hyödynnetään passiivisia turvajärjestelmiä, joiden toimintaa on laskennallisesti arvioitu mm. CFD-laskentamenetelmin. CFD menetelmät olisi kuitenkin validoitava ydinturvallisuussovelluksiin. Sen lisäksi ne vaatisivat nykyistä
paremman kaksifaasi-ilmiöiden mallinnuksen. Tavanomaisten turvajärjestelmien suhteen on arviointimenetelmissä puutteita esim. lauhdutusaltaan yhteydessä mainittujen ilmiöiden osalta.
Turvallisuusanalyysejä tehdessä joudutaan yhä useammin käsittelemään reaktorin
jäähdytyspiiriä ja suojarakennusta yhdessä. Joissakin uusissa laitosvaihtoehdoissa näiden käyttäytyminen kytkeytyy yhteen aiempaa läheisemmin laitosten rakenteen takia. Tällä hetkellä ei ole käytössä kokonaistarkasteluun sopivaa yhdistettyä mallia, joka olisi validoitu lisensiointianalyysin vaatimukset täyttäviksi.
Laitoksen ikääntyminen voi heikentää suojarakennustoimintoa. Mahdollisia suojarakennukseen liittyviä kohteita ovat esim. verhous, betonirakenteet, esi- ja
jälkijännityksen säilyminen sekä kulkuaukkojen ja läpivientien tiivisteet. Tämä asettaa vaatimuksia tarkastus- ja monitorointimenetelmille, joita on sovellettava myös muihin
